способ получения направленного и когерентного гамма-излучения и устройство для его реализации

Формула изобретения

1. Способ получения направленного когерентного гамма-излучения, включающий осуществление накачки активной среды в виде лазерного стержня, отличающийся тем, что лазерный стержень выполняют из монокристалла в виде удлиненного цилиндра, в объеме которого однородно размещены ядра изотопов гидрида урановой группы и атомы водорода, кристаллическая решетка монокристалла содержит кристаллические плоскости, параллельные между собой и оси лазерного стержня, который является одновременно замедлителем для быстрых нейтронов, формирователем нейтронной волны, источником накачки и активной средой, при этом лазерный стержень последовательно заключен в металлическую оболочку из материала, поглощающего тепловые нейтроны, несущий стальной корпус с соединительными фланцами по его торцам, на один из торцов корпуса герметично и жестко установлена конической формы металлическая заглушка, а на противоположном торце жестко установлен закрытый с одного торца стальной стакан с осевой камерой и затвором, состоящим из смежных симметричных радиальных камер, в одну из которых жестко установлен первый тротиловый заряд с детонатором, в осевой камере стакана и последовательно установлены выполненная с возможностью радиального перемещения во вторую радиальную камеру затвора металлическая пробка из материала, поглощающего нейтроны, выполненные с возможностью осевого перемещения по стакану внешний источник быстрых нейтронов в виде монолитного цилиндра и поршень, жестко закрепленный второй тротиловый заряд с детонатором, который размещен у закрытой стенки стакана, создают критический режим в монокристалле путем инициировании цепной реакции деления тяжелых ядер урана тепловыми нейтронами в момент контакта торцевой поверхности внешнего источника быстрых нейтронов с торцевой поверхностью монокристалла, последовательно подрывая первый и второй тротиловые заряды, в результате чего газовым давлением выбивают пробку в свободную радиальную камеру затвора, на место которой перемещают внешний источник быстрых нейтронов и поршень, который с усиленным контактом по всей поверхности равномерно прижимает торец источника нейтронов к монокристаллу, формируют нейтронную волну вдоль продольной оси монокристалла с последующим выходом из конической заглушки когерентного и направленного гамма-излучения.

2. Способ получения направленного и когерентного гамма излучения по п.1, отличающийся тем, что усиливают нейтронную волну в направлении оси монокристалла за счет отражения от его внешней поверхности и дифракционного отражения кристаллическими плоскостями монокристалла.

3. Способ получения направленного когерентного гамма-излучения по п.1 или 2, отличающийся тем, что формируют фазовые когерентные волны нейтронов и гамма-квантов.

4. Способ получения направленного когерентного гамма-излучения по п.1, отличающийся тем, что формируют фронт тепловой волны в стержне интенсивностью внешнего источника нейтронов так, чтобы скорость тепловой волны не превышала скорость нейтронной волны.

5. Способ получения направленного когерентного гамма-излучения по п.1, отличающийся тем, что формируют фронт волны испарения стержня интенсивностью внешнего источника нейтронов так, чтобы скорость волны испарения не превышала скорости нейтронной волны.

6. Устройство для генерации гамма-излучения, содержащее источник накачки активной среды и активную среду в виде лазерного стержня из твердого вещества, отличающееся тем, что лазерный стержень выполнен из монокристалла в виде удлиненного цилиндра, в объеме которого однородно размещены ядра изотопов гидрида урановой группы и атомы водорода, кристаллическая решетка монокристалла содержит кристаллические плоскости, параллельные между собой и оси лазерного стержня, который является одновременно замедлителем для быстрых нейтронов, формирователем нейтронной волны, источником накачки и активной средой, при этом лазерный стержень последовательно заключен в тонкую оболочку из фольги из материала, отражающего тепловые нейтроны, например из гидрида лития, титановую цилиндрическую оболочку, металлическую оболочку из материала, отражающего тепловые нейтроны, металлическую оболочку из материала, поглощающего тепловые нейтроны, несущий стальной корпус с соединительными фланцами по его торцам, на один из торцов корпуса герметично и жестко установлена конической формы металлическая заглушка, а на противоположном торце жестко установлен закрытый с одного торца стальной стакан с осевой камерой и затвором, состоящим из смежных симметричных радиальных камер, в одну из которых жестко установлен первый тротиловый заряд с детонатором, в осевой камере стакана герметично и последовательно установлены выполненная с возможностью радиального перемещения во вторую радиальную камеру затвора монолитная металлическая пробка из материала, поглощающего нейтроны, выполненные с возможностью осевого перемещения по стакану внешний источник быстрых нейтронов в виде монолитного цилиндра и поршень, жестко закрепленный второй тротиловый заряд с детонатором, который размещен у закрытой стенки стакана.

7. Устройство генерации гамма-излучения по п.6, отличающееся тем, что пробка заключена в стальную цилиндрическую рубашку.

8. Устройство генерации гамма-излучения по п.7, отличающееся тем, что внешний источник нейтронов заключен в закрытую с одного торца металлическую рубашку из материала, поглощающего тепловые нейтроны, и открытым торцом направлен в сторону пробки.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к лазерной технике, а именно к способам получения направленного и когерентного излучения высокой энергии в рентгеновском и гамма-излучательном спектральных диапазонах с высокой выходной плотностью потока гамма-квантов (10²⁴ -10²⁵ с^-1· см ^-2) и устройствам для ее генерации, и предназначено для создания системы защиты планеты Земля от столкновения ее с космическими объектами, представляющими угрозу жизни на Земле (П.П.Кузнецов. Анализ следов падения особо крупных астероидов на поверхности Земли. Доклад на семинаре “Малые тела солнечной системы” в АИ РАН от 25.09.2002 г., А.В.Зайцев. Столкновения можно ожидать в любой момент //Земля и вселенная, 2002 г., №2 за март-апрель). Величины потоков (10²⁰-10²¹ с^-1 · см^-2) нейтронов накачки в предлагаемом изобретении могут быть получены только в результате специально сформированного ядерного взрыва. При этом возбуждение лазерной среды должно производиться потоками нейтронов накачки (Бушуев В.А., Кузмин Р.Н. Проблемы создания лазеров рентгеновского диапазона длин волн. Проблемы гамма-лазера, с.34-53, М.: Общество “Знание” РСФСР, 1976 г.; Husain J. Current trends in development of gamma ray lasers. J.Sci. IND RES., v. 49(8), p.390, 1990; Baldwin G. Approaches to the development of gamma-ray lasers, Rev. Mod. Phys., vol.53, №4. Part 486, 1981). Все существующие современные лазеры, в том числе и гамма-лазер, содержат три основных компонента: активная среда (элемент), в которой создают инверсию населенностей, устройство для создания инверсии в активной среде (система накачки) и устройство для обеспечения положительной обратной связи, например, резонатор для ИК- и видимого диапазонов. Они также обладают способностью концентрировать любую энергию (в том числе и световую) в пространстве и во времени (Борейшо А. Лазеры: устройство и действие, учебное пособие. Санкт-Петербург: Механический институт, 1992). Указанные необходимые требования по созданию гамма-лазера с ядерной накачкой выполняются при временном факторе накачки порядка 10^-3 с, а время взрыва существующих ядерных зарядов определяются в 10^-9 с, что исключает создание рассматриваемого устройства с помощью существующих ядерных зарядов. Данное противоречие преодолевается при единственном условии, когда увеличивают (растягивают) время ядерного взрыва до 10^-3 с. Увеличение времени взрыва, осуществляют при изменении геометрического фактора и критических размеров (критический размер - это размер, сравнимый с длиной пробега нейтрона в среде, при котором начинают идти цепные ядерные реакции) ядерного заряда. В обычных ядерных зарядах (сферическая симметрия) критический размер заряда определяется только одним размером - диаметром. В этом случае ядерными реакциями однородно охватывается весь объем ядерного устройства за время 10^-8 с. В случае цилиндрической симметрии критический размер заряда определяется двумя размерами - диаметром и длиной заряда. При такой симметрии осуществление ядерных реакций деления тяжелых ядер происходит не сразу во всем объеме, а с одного из торцов цилиндрического заряда (стержня). При этом стартовое (начальное) инициирование ядерных реакций деления производят с одного из торцов с помощью дополнительного источника быстрых нейтронов на основе существующих для этого ядерных реакций. В этом случае схватывание ядерными реакциями деления будет иметь неоднородный характер, т.е. возникнет подобие волны реакции. Волна реакций деления будет двигаться вдоль стержня со скоростью движения тепловых нейтронов, полученных в результате замедления быстрых нейтронов на ядрах водорода, и, которые в свою очередь рождаются при реакциях деления тяжелых ядер, инициируют эти реакции деления и усиливают в свою очередь волну ядерных реакций деления по мере продвижения по стержню ядерного заряда. В этом случае время взрыва определяется критической длиной стержня (длина ядерного заряда, при котором начинается цепная реакция деления) ядер урана и скоростью движения тепловых нейтронов, которые возбуждают реакции деления тяжелых ядер. Таким образом, в области волны реакции деления будет происходить излучение гамма-квантов, которые рождаются в процессе деления тяжелых ядер, двигаются вдоль стержня к противоположному торцу и излучаются с его поверхности в пространство. В зависимости от кристаллической структуры стержня и геометрического фактора активной ядерной твердотельной среды и от формирования волны реакции (инициируется нейтронной волной), которая создается дифракционным рассеянием тепловых нейтронов на кристаллической решетке и тем самым образуется когерентная волна гамма-излучения. Все необходимые параметры устройства, при которых осуществляются условия для излучения направленного и когерентного гамма-излучения, рассчитываются и определяются с позиции ядерной физики, квантовой электроники, квантовой физики твердого тела и квантово-волновой оптики нейтронов в твердотельных средах.

Известен способ (прототип) получения инверсной заселенности (накачка) ядерных уровней в материале активной среды гамма-лазера для создания когерентного гамма-излучения от источника накачки (В.И. Петрик (RU) RU №2074469, МКИ 6 Н 01 S 4/00, 1997), который включает в себя использование монокристалла осмия 187, перевод некоторой доли ядер в возбужденное метастабильное состояние материала активной среды, создание инверсной заселенности между изомерными уровнями ядер осмия 187, создание в материале активной среды гамма-резонансных условий гамма-излучательного перехода, осуществление накачки изомерного уровня внешним источником.

Известно устройство (прототип). Рентгеновский и гамма-лазер с ядерной накачкой от внешнего источника (Эдвард Теллер (US). Лазерное оружие //Ракетная и космическая техника, №16(1121), 17 апреля 1981 г., с.20, рис.3), которое включает внешний ядерный источник накачки активной среды, лазерные металлические стержни с диаметром, равным поглощению рентгеновского излучения, расположенные вокруг источника, твердое вещество в стержнях с высокой атомной плотностью,

Известный способ не может обеспечить представленным энергетическим источником внешнюю нейтронную накачку ядерных уровней для поддержания инверсной заселенности, чтобы на выходе получить потоки гамма-излучения порядка 10²⁵ с ^-1· см^-2, т.к. для этого понадобятся потоки гамма излучений, превышающих выходные потоки гамма на несколько порядков, а такой источник в способе не указан. Накачка для возбуждения ядер в этом способе производится гамма-излучением, при ядерном взрыве, а не нейтронами, что резко уменьшает выходные потоки гамма-лазерного излучения, т.к. первичное гамма-излучение только частично будет поглощаться в активной среде гамма-лазера при создания инверсной заселенности небольшой доли возбуждаемых ядер. Кроме того, для создания инверсной заселенности необходимо, чтобы было совпадение энергии налетающего гамма-кванта с ядерным переходом с точностью до ширины перехода. В данном случае такая часть необходимой энергии гамма-квантов содержится только в очень малой доле энергетического распределения гамма-излучения при ядерном взрыве. В основном при ядерном делении вылетают гамма-кванты с энергией 6-9 МэВ. При самом ядерном взрыве за счет образования высокотемпературной плазмы излучается сплошной спектр излучений в рентгеновском диапазоне 10-100 кэВ. Таким образом, выходная потоковая величина гамма-лазерного излучения станет еще на несколько порядков меньше по сравнению с исходным потоком гамма-квантов от ядерного взрыва. При этом необходимая энергия гамма-кванта лазерного излучения должна иметь величину порядка 257 кэВ, а для рассматриваемого спектра интенсивность излучения при такой энергии уменьшается на несколько порядков. В данном случае только небольшая часть выходного излучения будет использована на возбуждение необходимых ядерных уровней. При этом основная часть энергии излучения накачки бесполезно рассеется. Кроме того, предлагаемый способ преобразования энергии накачки в направленное когерентное гамма-излучение не подтверждается какими-либо математическими расчетами или результатами экспериментов.

В известном устройстве используется внешняя накачка материала активной среды гамма-лазера рентгеновским излучением и гамма-излучением ядерного взрыва. При внешней накачке только очень небольшая доля энергии излучения поглощается в тонких стержнях на глубину их диаметра. В данном случае в основном поглощается излучение в рентгеновском диапазоне, т.к. длина поглощения рентгеновского излучения составляет десятые доли мм. Такой же толщины берутся и металлические стержни. В результате такой накачки активной лазерной среды происходит поглощение излучения за счет эффекта Оже (процесс заполнения электроном вакансий в одном из внутренних уровней энергии атома Физический Энциклопедический Словарь, изд. МЭС, с.484, 1984). Верхние электроны в атоме тяжелого металла за малый промежуток времени (10 ^-15 с) начинают занимать освободившийся уровень и излучать кванты перехода с верхнего уровня на нижний уровень. Поэтому, чтобы создать условие инверсной заселенности на данном атомном уровне, необходимы потоки накачки рентгеновским излучением, намного превышающие современные источники ядерных взрывов. В силу эффекта Костера-Кронига (процесс, при котором первичная вакансия энергетического электронного уровня переходит в одну из вторичных вакансий, принадлежащих одной и той же оболочке многоэлектронного атома, см. там же.) излучаемый квант по мере продвижения в электронной среде атома преобразуется в несколько квантов меньшей энергии в сумме, равной энергии первоначального кванта. Таким образом, энергия выходного гамма-кванта уменьшается. Данное устройство было испытано в США, но когерентного излучения получено не было. Однако было получено направленное излучение за счет геометрического фактора длинного тонкого стержня (струны). Такой способ накачки является неэффективным с точки зрения кпд преобразования, т.к. с одной стороны геометрические свойства внешней накачки таковы, что основная часть энергии излучения не используется, а с другой стороны выходное излучение не является когерентным, и будет иметь место сильная геометрическая расходимость выходного излучения. В том случае если излучение было бы когерентным, то имело место дифракционная расходимость, которая на несколько порядков меньше геометрической. Поэтому полученные при испытании в США величины выходного излучения рассматриваемого лазера, составляющие сотни терраватт, практического интереса не представляют, т.к. при характерном времени накачки рентгеновского уровня атома, равном 10^-20 с, выходная энергия излучения при такой мощности составит только 0,01 Дж. В данном устройстве выходное излучение представляет собой только рентгеновский диапазон, что соответствует энергии кванта 10-100 кэВ, а это небольшая часть полного спектра ядерного взрыва, т.к. в этом случае происходят большие потери энергии накачки также и по спектру излучения. Полученные результаты по выходному излучению из стержня показали, что они составляют только 0,001% от рентгеновского излучения ядерного взрыва. Таким образом, называть рассматриваемое устройство рентгеновским лазером и тем более гамма-лазером в свете описанных выше условий работы и выходных параметров излучения можно только условно, а само устройство (прототипа) надо рассматривать как ядерный заряд со стержнями с высокой атомной плотностью. Однако каких-либо других устройств подобного типа до настоящего времени создано не было и подобных экспериментов больше не проводилось. Дополнительно можно отметить, что в известном способе и устройстве отсутствует единый замысел, т.к. в способе отсутствует ядерный источник накачки, но присутствует активная среда гамма-лазера, а в устройстве активная среда присутствует, но не для осуществления в устройстве лазерных процессов, а для возбуждения глубоких высокоэнергетических атомных уровней и переизлучения энергии накачки в направленное излучение, за счет влияния геометрического фактора накачиваемой среды. В результате рассмотренные способ и устройство (прототипов) не являются средствами защиты планета Земля от встреч с космическими объектами из-за недостаточной энергетической мощности выходного излучения в обоих прототипах и общий для обоих них низким кпд их работы.

Техническим достижением настоящего изобретения является устранение указанных недостатков, увеличения кпд работы способа и устройства, получения направленного и когерентного импульсного гамма-излучения высокой плотности мощности и потока энергии, которые осуществляются только при объединении в единый замысел нового способа организации гамма-излучательного перехода активной среды и источника ядерной накачки. Необходимые для поставленной задачи параметры выходного излучения можно получить только при совмещении источника ядерной накачки с материалом активной среды гамма-лазера и при использовании в качестве накачки активной среды нейтронные потоки ядерного взрыва, а не гамма-кванты. Для реализации такого устройства необходимо произвести изготовление твердотельного стержня с субкритическими размерами в виде монокристалла с определенным направлением межкристаллических плоскостей из неметаллического материала, являющегося химическим соединением атомов замедлителя для нейтронов накачки и тяжелых атомов источника накачки в активной среде гамма-лазера с гомогенным распределением в нем легких и тяжелых ядер.

Существующие способы получения мощных энергетических потоков для использования их на расстоянии порядка 10⁵ км в технических проектах не рассматривались, т.к. считались не реальными. Рассмотрение с одной стороны физических процессов возбуждения тяжелых ядер и их деление тепловыми нейтронами с позиции квантовой электроники, когда такие процессы определяются по аналогии с явлением инверсной заселенности атомных или ядерных уровней, возбуждаемых рентгеновским или гамма-излучением, а с другой стороны результатами исследований по применению новых технологий выращивания монокристаллов (Монокристаллы, их получение и свойства, Сборник трудов №8 ВНИИМонокристаллов, Харьков, 1982; Рязанов М.И. Взаимодействие ядерных излучений с монокристаллами. М.: МИФИ, 1979), а также разработками по выращиванию новых металлов и монокристаллов из соединений гидрида различным металлов (Царев В.А. Низкотемпературный ядерный синтез, УФН, т.160, вып.11, 1990), позволяют создать по материалам представленного изобретения источник управляемого когерентного гамма-излучения для направленной ее генерации в космическом пространстве. В этой связи вышедший из боевого торца гамма-лазера суммарный пучок длительностью 10 ^-3 с когерентных и некогерентных квантов рентгеновского излучения и гамма-квантов перемещается в пространстве со скоростью света и несет в себе большую часть энергии ядерного взрыва. Такой источник способен защитить планету Земля от любых космических объектов, пересекающих ее орбиту, путем многократного ударного воздействия в одно и тоже место на этом объекте с оптимального расстояния. При таком воздействии можно или разрушить тело астероида, или создать условия для отклонения его траектории на безопасное расстояние от планеты Земля, за счет образования реактивной тяги путем испарения вещества астероида в заданном направлении.

Технический результат достигается с помощью способа получения направленного и когерентного гамма-излучения, включающий в себя использование монокристалла осмия 187, перевод некоторой доли ядер в возбужденное метастабильное состояние материала активной среды, создание инверсной заселенности между изомерными уровнями ядер осмия 187, создание в материале активной среды гамма-резонансных условий гамма-излучательного перехода с энергией 257 кэВ, осуществление накачки изомерного уровня внешним источником, отличающийся тем, что в качестве материала активной среды используют монокристалл, который состоит из гидрида изотопа урановой группы, который получают, например, в вакуумной нагревательной печи внутри металлического цилиндра путем кристаллизации, для чего поверхность его внутреннего диаметра покрывают слоем материала из гидрида другого металла и выращивают цилиндрический монокристалл с межкристаллическими плоскостями, которые параллельны между собой и его оси и, таким образом, внедряют пропорционально и гомогенно распределяют ядра водорода и ядра изотопов урановой группы и в результате совмещают источник ядерной накачки, замедлитель для нейтронов, формирователь нейтронный волны и получают гомогенный ядерный реактор в предкритическом состоянии (начало цепных ядерных реакций деления), составляющий активную среду гамма-лазера в монокристалле, а на внешний диаметр цилиндра последовательно надевают металлические оболочки, которые отражают и поглощают тепловые нейтроны, и несущий стальной корпус, один из торцов, которого закрывают конической заглушкой, а к противоположному торцу дополнительно присоединяют стакан с глухим торцом и осевой полостью и затвор, с сообщающимися между собой и герметично закрытыми торцами радиальными полостями, в одну из которых устанавливают тротиловый заряд, а в общую осевую полость стакана и полость затвора соосно устанавливают с радиальным перемещением по затвору металлическую пробку из материала, поглощающую тепловые нейтроны, и с осевым перемещением по стакану внешний источник быстрых нейтронов в виде монолитного цилиндра и подвижного поршня, и еще один тротиловый заряд у глухого торца стакана, а направленное когерентное излучение гамма-квантов, рентгена и нейтронов, получают в реакторе из монокристалла, когда создают критический режим его работы при инициировании цепной реакции деления тяжелых ядер тепловыми нейтронами в момент контакта торцевой поверхности внешнего источника быстрых нейтронов с торцевой поверхностью монокристалла из гидрида урана, когда последовательно подрывают в радиальной и осевых полостях затвора и стакана тротиловые заряды, газовым давление которых выбивают пробку в свободную радиальную камеру, а на ее место перемещают монолитный цилиндр с источником нейтронов и подвижный поршень, который усиливает контакт по всей поверхности и равномерно прижимает торцы источника нейтронов и монокристалла друг к другу и инициируют тем самым запуск ядерных реакций источника накачки в активной среде гамма-лазера с последующим выходом из торца цилиндра с конической заглушки когерентного и направленного гамма-излучения, который в свою очередь образован путем инициирования ядерных реакций нейтронами нейтронной волны, движущейся направлено вдоль продольной оси монокристалла. Рассеивают и замедляют нейтроны деления тяжелых ядер до тепловых нейтронов с пространственно-неоднородным распределением и инициируют цепную реакцию деления тяжелых ядер и испускание нейтронов и гамма квантов цепной реакции деления. Рассеивают и замедляют быстрые нейтроны цепной реакции деления тяжелых ядер до тепловых нейтронов на ядрах водорода и формируют из части тепловых нейтронов когерентно рассеянные нейтроны за счет отражения на кристаллических плоскостях монокристалла из гидрида урана. Формируют и усиливают направленную нейтронную волну из когерентно рассеянных тепловых нейтронов в направлении оси цилиндра за счет процессов: инициирования цепного деления тяжелых ядер тепловыми нейтронами, отражения от гидридного слоя на внешней поверхности цилиндра и дифракционного отражения кристаллическими плоскостями монокристалла из гидрида урана. Инициируют, формируют и усиливают фазовую (когерентную) волну цепной реакции распада ядер урана в стержне из гидрида урана в результате поглощения нейтронов нейтронной волны тяжелыми ядрами. Инициируют, формируют и усиливают направленные фазовые (когерентные) волны нейтронов и гамма квантов за счет деления тяжелых ядер нейтронами нейтронной волны и когерентной волны цепной реакции деления тяжелых ядер. Формируют фронт тепловой волны в стержне, которая возникает за счет выделения энергии в процессах деления тяжелых ядер так, чтобы скорость тепловой волны не превышала скорости нейтронной волны. Формируют фронт волны испарения стержня, которая возникает в результате выделения тепла так, чтобы скорость волны испарения не превышала скорости нейтронной волны. Формируют фронт волны сжатия и разряжения среды стержня за счет образования фронта тепловой волны. Рассеивают и частично преобразуют направленную когерентную волну нейтронов в нейтронную волну для инициирования и усиления фазовой волны цепной реакции деления ядер урана, а остальную часть испускают с противоположного торца цилиндра монокристалла. Рассеивают и частично преобразуют направленную когерентную волну гамма-квантов в рентгеновскую когерентную волну за счет комптоновского рассеяния на электронах среды и испускают направленную когерентную волну рентгена и остальную часть направленного когерентного потока гамма-квантов через противоположный торец цилиндра из гидрида урана.

Технический результат достигается также с помощью устройства для генерации гамма-излучения, содержащее, внешний ядерный источник накачки активной среды, лазерные металлические стержни с диаметром равным поглощению рентгеновского излучения, расположенные вокруг источника, твердое вещество в стержнях с высокой атомной плотностью, для генерации гамма-излучения, отличающееся тем, что оно состоит из лазерного твердотельного неметаллического стержня из гидрида металла урановой группы в виде удлиненного цилиндра с предкритическими размерами диаметра и длины, в объеме решетчатой структуры, в которой однородно размещены с концентрацией пропорционально химическому соединению изотопы урана и легких ядер атомов водорода, составляющих кристаллическую решетку монокристалла в виде межкристаллических плоскостей, параллельных между собой и оси лазерного стержня, и представляет собой гомогенный ядерный реактор, который в общем объеме состоит из лазерного стержня, являющийся одновременно замедлителем для быстрых нейтронов, формирователем нейтронной волны, источником накачки и лазерно-активной средой, а по внешнему диаметру монокристалл заключен в тонкую оболочку из фольги, состоящей из материала, отражающего тепловые нейтроны, например, из гидрида лития, титановую цилиндрическую оболочку и в металлические оболочки, состоящие из материалов, отражающих и поглощающих быстрые и тепловые нейтроны, а также в несущий стальной корпус с соединительными фланцами по его торцам, где на один из торцов корпуса герметично и жестко установлена конической формы металлическая заглушка, а на противоположном торце также жестко дополнительно установлен закрытый с одного торца стальной стакан, состоящий из осевой камеры, и затвор, состоящий из смежных между собой симметричных радиальных камер, в одну из которых жестко установлен тротиловый заряд, а в осевую камеру стакана герметично и последовательно установлены: радиально перемещающаяся в затворе монолитная металлическая пробка из материала, поглощающего нейтроны, и имеющие осевое перемещение по стакану внешний источник быстрых нейтронов в виде подвижного монолитного цилиндра и подвижный поршень, а также жестко установлен еще один тротиловый заряд, который размещен у закрытой стенки осевой камеры стакана. Пробка и источник быстрых нейтронов заключены в стальные цилиндрические рубашки. Цилиндр заключен в собственный, закрытый с одного торца металлический стакан из материала, поглощающего тепловые нейтроны, и открытым торцом направлен в сторону пробки, при этом он жестко и герметично размещен в стальной цилиндрической рубашке.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показаны варианты решетчатых структур цилиндрического монокристалла в виде кристаллических плоскостей, параллельных оси симметрии цилиндра (реактора): а - решетчатая структура выполнена в виде крупных кристаллических плоскостей, параллельных оси цилиндра; б - решетчатая структура выполнена в виде набора из отдельных цилиндров с параллельными оси кристаллическими плоскостями; в - решетчатая структура выполнена в виде отдельных мелких кристаллических плоскостей по варианту а и б; на фиг.2 представлена изометрия гамма-лазерного устройства с осевым разрезом, находящегося в предстартовом (в прекритическом состоянии) положении на космической орбите, на фиг.3 представлен элемент изометрии гамма-лазерного устройства с осевым разрезом в момент его старта на космической орбите при контакте торца активной среды монокристалла с поверхностью источника быстрых нейтронов, на фиг.4 представлено схематически физика процесса деления тяжелого ядра и образования гамма-кванта при поглощении теплового нейтрона, на фиг.5 представлено схематически образование когерентного излучения гамма-квантов в результате инициирования реакций деления тяжелых ядер нейтронами нейтронной волны, на фиг.6 показана картина дифракционного рассеяния тепловых нейтронов на межкристаллических плоскостях монокристалла и образование нейтронной волны, на фиг.7 дана общая физическая картина развития процессов при формировании и выхода когерентного гамма-излучения из монокристалла гамма-лазера в момент старта с космической орбиты: на фиг.8 представлен график изменения интенсивности нейтронной волны при движении по стержню в результате выделение нейтронов за счет цепной реакции распада урана 235 инициируемые нейтронами нейтронной волны, на фиг.9 изображен график зависимости изменения критической длины от критического радиуса стержня из кристалла гидрида урана 235 без отражателя, на фиг.10 представлен график зависимости изменения критической длины (см) от критического радиуса (см) реактора из гидрида урана 235 с отражателем из гидрида лития толщиной 0,05 см, на фиг.11 представлен график зависимости изменения критической длины (см) от критического радиуса (см) реактора из гидрида урана 235 с отражателем из гидрида лития толщиной 0,1 см, на фиг.12 представлен график зависимости изменения критической длины (см) от критического радиуса (см) реактора из гидрида урана 235 с отражателем из гидрида лития толщиной 0,2 см, на фиг.13 представлен график зависимости изменения интенсивности (с^-1· см^-2) ядерных реакций распада урана от времени (с) в течение времени жизни теплового нейтрона в результате инициирования реакций распада нейтронами от источника на торце реактора, на фиг.14 показан график изменения скорости испарения стержня из гидрида урана в зависимости от длины испарения стержня за счет удельной выделяемой энергии в результате цепной реакции распада ядер урана инициируемой нейтронной волной, на фиг.15 представлен график изменения температуры (тепловая волна) разогрева стержня по мере продвижения нейтронной волны по реактору от расстояния на длине 10 см, на фиг.16 представлен график изменения температуры (тепловая волна) разогрева реактора по мере продвижения нейтронной волны по реактору от расстояния на длине 1 см.

Устройство для осуществления предлагаемого способа состоит из титанового полого цилиндра 1, внутренний диаметр которого по всей длине покрыт плотно прилегающей к его поверхности фольгой 2 толщиной до 0,1 см, выполненной из материала, отражающего тепловые нейтроны, например гидрида лития. В образованный фольгой 2 диаметр, также плотно к ее поверхности и по всей длине размещен путем выращивания цилиндрический монокристалл 3 из гидрида изотопа урановой группы с критическими размерами по диаметру и длине. Монокристалл 3 по всему объему представляет собой решетчатую структуру из параллельных между собой и оси цилиндра 1 кристаллических плоскостей 4 (вариант а), или из отдельных составных наборов цилиндрических элементов 5, каждый из которых включает позиции 1, 2, 3 (вариант б), или из отдельных мелких кристаллических плоскостей 6 (вариант в) на фиг.1. Для всех вариантов кристаллические плоскости имеют, например, координаты (1, 0, 0). Позиции 1, 2, 3, 4, 5, 6 характеризуют самостоятельный элемент устройства как лазерный стержень 7 с вариантами (а, б, в), который в лазерной технике и в нашем случае выполняет функцию зоны активной среды твердотельного лазера в виде монокристалла 3 фиг.2, 1. Активная среда лазера в виде монокристалла 3 совмещена с источником его накачки в виде гидрида изотопа урановой группы, равномерно размещенного в том же монокристалле 3. На лазерный стержень 7 (или на внешний диаметр титанового цилиндра 1) плотно и жестко установлены цилиндрические оболочки: оболочка 8, выполненная из материала, отражающего тепловые нейтроны, например бериллия, оболочка 9, выполненная из материала, поглощающего тепловые нейтроны, например кадмия, и стальной несущий корпус 10 с присоединительным фланцем 11. Оболочки 8 и 9, а также корпус 10 составляют вместе с лазерным стержнем 7 ядерный реактор 12. С одного торца реактор 12, через фланец 11, герметично закрыт съемной конической втулкой 13, которая определяет боевое направление лазерного стержня 7, а с противоположного торца он герметично и жестко соединен с вертикально расположенным и имеющим, например, прямоугольную форму корпуса, затвором 14. Внутри корпуса затвора 14 по всей длине его вертикальной оси выполнен сквозной прямоугольный канал 15, а на симметричных стенках затвора 14, в направлении продольной оси лазерного стержня 7, соосно друг к другу, выполнены сквозные отверстия 16 и 17 соответственно. В канал 15 симметрично продольной оси, проходящей через центр отверстия 16 и 17, а также с перекрытием корпуса 10 (фиг.2) реактора 12 с вертикальным перемещением по каналу 15, плотно установлена заглушка 18 (фиг.2). Заглушка 18 выполнена из материала замедляющего и поглощающего быстрые нейтроны, например кадмия с углеродом, заглушка имеет собственную внешнюю рубашку 19 и герметично закрывает отверстия 16 и 17 (фиг.2). С торцов канал 15 герметично закрыт двумя одинаковыми, имеющими общую позицию, съемными крышками 20, через одну из которых в канал 15 жестко установлен тротиловый заряд 21 с детонатором 22 и герметично изолирующий подводящие провода (позиций не имеют) стальной болт 23 на одной из крышек 20. К стенке корпуса затвора 14 (фиг.3) со стороны отверстия 17 (фиг.2) герметично и жестко соосно с 7, 16 и 17 присоединен полый цилиндр 24 (фиг.2, 3), внутри которого плотно, с осевым перемещением, установлены: радиоактивный источник быстрых нейтронов 25, заключенный в свою металлическую цилиндрическую рубашку 26 (фиг.2, фиг.3) и прижимающий поршень 27. Открытый торец цилиндра 24 через соединительный фланец 28 герметично закрыт съемной крышкой 29, посредством которой в полый цилиндр 24 под крышкой 29 жестко установлен второй тротиловый заряд 30 со своим детонатором 31, подводящими проводами (позиций не имеют) и изолирующий их стальной болт 32, который герметично установлен на крышке 29. Тротиловые заряды и их детонаторы имеют самостоятельные позиции, т.к. они несут в себе разную мощность взрыва и выполняют различные технологические функции не связанные друг с другом. Радиоактивный источник быстрых нейтронов 25 представляет собой малогабаритный в масштабе (фиг.2) смесь радиоактивных элементов, ядра которых под воздействием ядерных реакций излучают быстрые нейтроны с величиной потока частиц порядка 10⁸-10 ⁹ с^-1· см^-2. Полученное таким образом устройство представляет собой гамма-лазер с ядерной накачкой, который в земных условиях должен быть герметично размещен в металлическом контейнере с защитными от радиации слоями, который снимается при запуске на космическую орбиту. В рассматриваемом изобретении контейнер не рассматривается и позиций не имеет.

Для определения позиций и с целью описания физических процессов в лазерном стержне 7 и в ядерном реакторе 12 на фиг.4 схематично и в развернутом виде изображено пространство кристаллической решетки 33 с атомами изотопов урановой группы 34, например урана 35 с внедренными в нее атомами водорода 36, образующей химическое соединение UH₆, имеющее твердотельное состояние в виде монокристалла. Кристаллическая решетка 33 состоит из атомов изотопа урановой группы 34, в которую внедрены и равномерно распределены атомы водорода 36. На фиг.4, 5, 6, 7 показаны ядерные частицы, которые участвуют в процессах ядерной накачки и инициирования ядерных реакций деления тепловыми нейтронами 37 с выделением быстрых нейтронов 38, гамма-квантов 39 (фиг.4), осколков тяжелых ядер 40 (фиг.4), инициирование за счет реакций деления фронта волны цепных ядерных реакций 41 (фиг.5 и 7) фронта тепловой волны 42, фронта волны испарения вещества 43, фронта волны разрежения 44 и волны сжатия 45 вещества, инициирование цепных ядерных реакций деления тепловыми нейтронами 37 с выделением быстрых нейтронов 38 и образованием в результате замедления на ядрах водорода быстрых нейтронов 38 и дифракционного рассеяния на кристаллической решетке 33 тепловых нейтронов 37, инициирующие когерентные цепных ядерные реакции деления 46 и нейтронной волны 47 (фиг.6), которая в свою очередь инициирует волну цепных ядерных реакций 41 и когерентную волну гамма-излучения 48 (фиг.6). Все рассматриваемые процессы осуществляются в монокристалле 3, в кристаллической решетке 33. Образование и выход направленного и когерентного гамма-излучения 48 из гамма-лазера с ядерной накачкой осуществляют следующим образом. С целью создания нового материала активной среды лазера в твердотельной фазе, например, в вакуумной нагревательной печи (позиции не имеет) выращивают монокристалл 3 из гидрида изотопа урановой группы 34 с отражающими тепловые нейтроны 37 фольги 2 и титанового цилиндра 1. В результате получаем лазерный стержень 7 с вариантами параллельных продольной оси монокристалла 3 межкристаллических плоскостей 4, 5, 6 (а, б, в) (фиг.1) в объеме всего монокристалла 3 с равномерным распределением атомов изотопа урановой группы 34 и атомов водорода 36 в нем. Стержень 7 размещают в оболочку 8, отражающую тепловые нейтроны 37, оболочку 9, замедляющую и поглощающую быстрые нейтроны 38, а также в несущий корпус 10, позиции 8, 9 и 10 совместно с 7 образуют ядерный реактор 12. С боевого торца реактор закрывают съемной конической втулкой 13 (фиг.3), а с противоположного торца его закрывают заглушкой 18, поглощающей тепловые нейтроны 37 (фиг.2). В этом случае реакция деления ядер элементов урановой группы 34 в реакторе 12 не идет. Чтобы инициировать процесс реакции деления в реакторе и создать в нeм поток тепловых нейтронов 37 и, как следствие этого, поток гамма-квантов 39 производят следующие действия. Существующими способами доставляют гамма-лазер на расчетную космическую орбиту и также известным способом управления выводят его на ударную позицию по направлению острия конической втулки 13. Выбор места поражения на теле, например кометы, и наведение лазера на выбранное место также осуществляют известными способами. Запуск реактора 12 должен происходить на максимально удаленном расстоянии от планеты Земля и на оптимальном расстоянии от кометы или астероида. Перед запуском реактор 12 гамма-лазера с ядерной накачкой должен находиться на космической орбите в критическом режиме запуска (фиг.2) достаточно долгое время, например до нескольких лет. Такой критический режим запуска обеспечивает заглушка 18, которая герметично закрывает и разделяет соосные сквозные отверстия 16 и 17. Заглушка является преградой для проникновения быстрых нейтронов 38 из радиационного источника 25 через рубашку 26 в торец монокристалла 3. Запуск реактора 12 и, следовательно, гамма-лазера производят по команде, например, с Земли подрывом детонатора 22, который в свою очередь производит взрыв тротилового заряда 21. В этом случае давление газовой взрывной волны перемещает заглушку 18, например, в нижний свободный канал 15 в корпусе затвора 14 (фиг.2). Почти одновременно с запаздыванием в 10^-3 с производят подрыв второго детонатора 31 и взрыв тротилового заряда 30, размещенного в полом цилиндре 24 под крышкой 29. Давлением газовой взрывной волной заряда 30 перемещают вдоль продольной оси цилиндра 24 радиоактивный источник 25. Через отверстие 17 в корпусе затвора 14 на место выбитой заглушки 18 устанавливают источник 25 и равномерно прижимают подвижным поршнем 27 торец радиоактивного источника 25, через сквозное отверстие 16 к торцу монокристалла 3 (фиг.3). В результате такого контакта быстрые нейтроны 38 радиоактивного источника 25 проникают в монокристалл 3, начинают замедляться на ядрах водорода 36, достигают тепловых скоростей и превращаются в тепловые нейтроны 37, захватываются ядрами изотопов урановой группы 49 и инициируют ядерные реакции деления с выделением быстрых нейтронов 38, гамма-квантов 39 и осколков тяжелых ядер 40. Быстрые нейтроны 38 замедляются до тепловых нейтронов 37 и инициируют цепные ядерные реакции деления, которые в свою очередь производят инициирование фронта волны ядерных реакций 41, фронта тепловой волны 42, фронта волны испарения вещества 43, фронта волны разрежения 44 и волны сжатия 45 вещества, инициирование цепных ядерных реакций деления тепловыми нейтронами 37 с выделением быстрых нейтронов 38 и образованием в результате замедления и дифракционного рассеяния на кристаллической решетке 33 тепловых нейтронов и образование когерентного потока тепловых нейтронов, или, что тоже самое, нейтронной волны 47, которая в свою очередь инициирует волну цепных ядерных реакций 41 и когерентную волну гамма излучения 48 (фиг.4, 5, 6, 7, 8). Когерентная волна гамма-излучения выводится с боевого торца реактора 12 и направляется на объект воздействия известным способом.

Эффективность способа и устройства генерации мощного направленного и когерентного импульсного гамма-излучения 48 заключается в следующем. Известно, что ядерная реакция деления 36 ядра изотопа урановой группы 49, например урана 235, под действием тепловых нейтронов 37 состоит в том, что тяжелое ядро, поглотив нейтрон, делится на два почти равных осколка 40. При этом деление сопровождается испусканием двух-трех быстрых нейтронов 38 и при каждом акте деления выделяется энергия, равная примерно 200 МэВ. Кроме того, при делении ядра происходит излучение гамма-кванта 39 высокой энергии равной 9-10 МэВ и быстрых нейтронов 38 с энергией 1-2 МэВ. Очевидно, что ядро, например, урана 235 может начать делится под действием своих собственных тепловых нейтронов 37, которые образуются в результате той же реакции деления, тем более, что это количество возрастает при каждом акте деления в 2-3 раза. Интенсивность реакции деления ядра сильно зависит от энергии нейтронов, т.е. чем меньше энергия нейтрона, тем выше интенсивность реакции деления. Так как реакция деления идет при любых энергиях, то в соответствии с законом обратной пропорциональности эффективного сечения от скорости движения нейтрона, сечение реакции резко возрастает при приближении энергии теплового нейтрона 37 к нулю. Так, например, для тепловых нейтронов Е=0,025 эВ сечение реакции деления равно 600 барн. Для тепловых нейтронов 37 деление, если оно идет, является преобладающим процессом над всеми остальными реакциями. Так при захвате теплового нейтрона 37, например, ядром урана 235 деление происходит с вероятностью 0,84. Кроме процесса деления, могут также происходить процессы возбуждения ядра урана-235 с последующим процессом испускания гамма-кванта. Однако такой процесс происходит при высоких энергиях нейтрона, т.е. для быстрых нейтронов 38. Таким образом, видно, что для получения высокой интенсивности реакции деления, например, ядра урана 235 необходимо замедлить быстрые нейтроны 38 реакции деления ядра до тепловых нейтронов 37. При столкновении с ядрами гидрида изотопа урановой группы 34, например урана-235, быстрый нейтрон 38 после замедления может поглотиться этим ядром или рассеяться на ядрах водорода 36 или, например, на ядрах урана-235 и размножиться за счет реакции деления на макроскопических масштабах, который будет занимать материал из гидрида изотопа урановой группы урана-34. При переходе к макроскопическим масштабам отдельные акты поглощения, суммируясь, приведут к некоторому поглощению нейтронного потока 50, а суммарное действие большого числа актов рассеяния приведет к двум макроскопическим процессам - к замедлению и диффузии. Конечный результат действия этих двух процессов приведет к поглощению части замедленных тепловых нейтронов 37 и к диффузионному процессу деления, например, ядер урана-235, а следовательно, к диффузному излучению гамма-квантов 39, возникающих в результате распада ядер урана при поглощении теплового нейтрона 37.

Поскольку основной целью поставленной задачи является получение когерентных потоков гамма-квантов 48, а не диффузных потоков гамма-квантов 39, то для решения поставленной задачи необходимо получение когерентных потоков тепловых нейтронов 47, т.е. надо преобразовать диффузионные потоки замедленных нейтронов в когерентные потоки тепловых нейтронов 47 (фиг.5). Замедление нейтронов происходит как при неупругих, так и при упругих столкновениях. До столкновения с нейтроном ядро урана 235 или ядро атома водород 36 находится в состоянии покоя, а после столкновения приходит в движение, получая от нейтрона некоторую энергию. В результате этого процесса нейтрон замедляется. Это замедление не может привести к полной остановке нейтрона из-за теплового движения ядер. Энергия теплового движения ядер атома водорода 36 имеет величину порядка kT=0,025 эВ. Нейтроны с этой энергией находятся в тепловом равновесии со средой, такие нейтроны называются тепловыми. Одновременно с процессами замедления нейтронов идут процессы поглощения и диффузии нейтронов. При достижении некоторой определенной энергии в результате замедления нейтрон может быть захвачен ядром и выбыть из дальнейшего процесса замедления. Для среды из гидрида изотопа урановой группы 34, например урана 235, процесс замедления нейтронов в основном происходит на ядрах водорода, а процессы поглощения и диффузия в основном происходит на тяжелых ядрах, например ядрах урана 235. При поглощении одного замедленного теплового нейтрона 37, например, ядром урана 235 происходит реакция деления тяжелого ядра урана 235 и рождение 2 или трех быстрых нейтронов 38, т.е. процессы замедления и поглощения нейтронов сопровождаются также еще одним процессом - процессом размножения нейтронов фиг.4, 5. Определим параметры процесса размножения нейтронов в результате замедления быстрых нейтронов 38 на ядрах атома водорода 36 до тепловых энергий и поглощения тепловых нейтронов 37, например, ядрами урана 235 в активной твердотельной зоне гамма-излучения, состоящей из гидрида, например, урана 235. Исходя из табличных значений для сечений рассеяния и поглощения тепловых 37 и быстрых нейтронов 38 на ядрах урана-235, водорода и дейтерия и средних значений числа нейтронов, испускаемых при делении фиг.4, 5.

Среднее число нейтронов, испускаемых в одном акте деления урана-235 при захвате теплового нейтрона 37

V_t =2.47.

Энергия быстрого нейтрона 38, выделяющегося в результате реакции деления, например, урана-235 (эВ)

Е_n =10⁶.

Среднее число нейтронов, испускаемых в одном акте деления урана-235 при захвате быстрого нейтрона 38

v_b=2.65.

Сечение деления урана-235 тепловыми нейтронами 37 (см²)

S_nf=5,9· 10^-22.

Сумма сечений деления и радиационного захвата ядром урана-235 тепловыми нейтронами (см²)

S_na=6,98· 10^-22.

Сечение упругого рассеяния тепловых нейтронов 37 на ядре урана-235 (см ²)

S_ns=1,5· 10^-23 .

Сечение деления урана-235 быстрыми нейтронами (см ²)

S_bf=2· 10^-24.

Сечение деления и радиационного захвата ядром урана-235 быстрого нейтрона (см²)

S_ba=2,3· 10 ^-24.

Сечение радиационного захвата быстрого нейтрона ядром урана-235

S_bi=0,3· 10^-24 .

Сечение радиационного захвата теплового нейтрона ядром урана-235

S_ni=1,12· 10^-22.

Сечение рассеяния замедленного нейтрона на ядре атома водород 36

S_sh=6,9· 10^-23.

Сечение поглощения замедленного нейтрона ядрами водорода

S _ah=1,15· 10^-24.

Сечение рассеяния тепловых нейтронов 37 на ядрах урана-235

S_su =1,5· 10^-23.

Сечение рассеяния замедленного нейтрона на ядрах водорода

S_sh=6,9· 10 ^-23.

Сечение поглощения замедленного нейтрона ядром водород

S_ah=1,15· 10^-24.

Определим коэффициенты размножения нейтронов в твердотельной смеси гидрида и дейтерида урана-235 и режим нарастания нейтронов за счет цепной реакции деления 46 ядер урана в таких смесях

Среднее число вторичных нейтронов на один захват нейтрона делящимся ядром урана-235

Y_t=v_t· S_nf/S_na=2.087822350.

Среднее число вторичных нейтронов на один акт захвата быстрого нейтрона 37 ядром урана-235

у_b=v_b · S_bf/S_ba=2.304347826.

Коэффициент замедления теплового нейтрона 37 на ядре водорода

p_h=S_sh/S_ah=60.00000000.

Коэффициент замедления быстрого нейтрона 38 на ядре водорода в смеси с ядрами урана-235

p_hu=S_sh /S_ni=.6160714286.

Коэффициент замедления быстрого нейтрона 38 на ядрах дейтерия в смеси с ядрами урана-235

p_du=S_sd/S_ni=.1517857143.

Среднее сечение поглощения теплового нейтрона 37 в смеси водорода с ураном-235

S_au=S_ni+S_nf +S_ah=.7031500000· 10^-21.

Коэффициент размножения тепловых нейтронов 37 в смеси водорода с ураном-235

k_n=v_tS_nfp_hu /S_au=1.276826983.

Коэффициент размножения тепловых нейтронов 37 в чистом уране-235

k₁=y_t p_u=.2796190647.

Среднее сечение поглощения теплового нейтрона 37 в смеси дейтерия с ураном-235

S_ud =S_ni+S_nf+S_ad=.7020400000· 10^-21.

Коэффициент размножения быстрых и тепловых нейтронов в смеси дейтерия с ураном-235

k_d=v _tS_nfp_du/S_ud=.3150779463.

Начальное число быстрых нейтронов 38 (величина потока нейтронов от запального источника (с^-1· см^-2)

N_to=10⁸.

Число поколений тепловых нейтронов 37 при размножении

n:=110.

Число размножаемых тепловых нейтронов 37 в смеси гидрида урана 235 в n-м поколении (с^-1· см^-2)

I_o=N_tok ⁿ_n=.6210072369· 10²⁰.

Время жизни одного поколения для медленных реакций (с)

t₁=1· 10^-5.

Полное время рождения нейтронов для 100 поколений нейтронов для медленных реакций(с)

t_p=t₁n=0.0011.

Таким образом, проведенные расчеты по определению коэффициента размножения тепловых нейтронов 37 в уране-235 показывают, что в чистых веществах урана-235 коэффициент размножения меньше единицы, т.е. цепные реакции деления в чистых ядерно-активных веществах не имеют место. Однако, если произвести полное наводораживание урана-235 с концентрациями водорода и урана пропорционально химическому соединению гидрида урана (UH₆), коэффициент размножения тепловых нейтронов становится больше единицы. Для современных ядерных зарядов также применяются замедление с помощью легких ядер, однако используется при этом не гомогенный принцип распределения замедлителя в уране, а гетерогенный, при котором процентное содержание замедлителя соответствует необходимой величине для замедления нейтрона до тепловых энергий. При этом размеры таких зарядов становятся сравнительно большими.

В данном случае рассматривается гомогенное распределение замедлителя, при этом используется не в виде соединения водорода с кислородом, а в чистом виде, что увеличивает величину коэффициента размножения тепловых нейтронов и изменяет все остальные параметры, в том числе размер заряда. Такую смесь замедлителя и активного ядра можно получить в виде химического соединения, называемого гидридом урана (UH₆), что дает широкие технологические возможности по созданию топливного элемента. Такие элементы можно производить путем прессования из порошка гидрида урана или выращивать монокристаллы гидрида урана. Оценочные расчеты показывают, что при начальном потоке быстрых нейтронов 38, равном N_o =10⁸ (с^-1· см^-2 ), которые можно получить в результате других ядерных реакций, за счет процесса размножения нейтронов в твердотельном гидриде урана-235 в результате цепных ядерных реакциях деления урана-235 за время равное 10^-3 с, величина потока нейтронов 50 возрастает до N=10²⁵ (с^-1· см^-2). При достижении тепловой энергии (0,25 эВ) у теплового нейтрона 37 начинают проявляться волновые свойства. Согласно квантово-механическим представлениям, нейтрон, как и любая другая частица, обладает волновыми свойствами. Эти волновые свойства будут теперь влиять на нейтрон после замедления его на атоме водород 36 и при движении его в кристалле гидрида урана, так как дебройлевская длина волны l_nu=0,1· 10 ^-7 см по порядку величины близка межплоскостному расстоянию d_uh=0,27· 10^-7 см. При такой длине волны энергия нейтрона имеют величину в пределах E_n =0,08-0,25 эВ, так что волновые свойства отчетливо сказываются у тепловых нейтронов 37 и еще сильнее у холодных. Влияние волновых свойств проявляется в том, что рассеянные разными ядрами нейтронные волны 47 начинают интерферировать друг с другом, испытывают дифракцию, преломление и отражение (в том числе и полное внутренне отражение).

Если энергия теплового нейтрона 37 в нейтронной волне 47 равна (эрг)

Е_т=8· 10^-14,

то при твердотельной концентрации молекул гидрида урана 235, равной (см^-3)

N_o=4,7· 10 ²²,

длина волны теплового нейтрона будет равна (см)

l_nu=(4 ²h²_p/(2m_nE_n ))^1/2=.1110157647· 10^-7.

Межатомное расстояние в такой твердотельной среде определяется выражением (см)

d_uh=(1/N_o)^1/3=.2770984186· 10^-7,

которое называется межплоскостным расстоянием в кристалле 3 гидрида урана. Таким образом, проходя через кристалл, тепловые нейтроны 37, подобно рентгеновским лучам, претерпевают дифракционное рассеяние (фиг.8). Это рассеяние проявляется в том, что при попадании пучка нейтронов в кристалл возникают новые пучки, идущие в направление, отличные от первоначальных (фиг.8). При прохождении пучков тепловых нейтронов 37 в кристалле в результате рассеяния на ядрах водорода формируется плоская нейтронная волна 47 (фиг.7). Ядра атомов водорода 36, расположенные в определенной кристаллической плоскости, отражают эту волну. Параллельных кристаллических плоскостей 33 очень много. Нейтронные волны 47, отраженные в каждой из них, интерферируют друг с другом. В результате от кристалла 3 в целом нейтронная волна 47 будет распространяться лишь в том направлении, в которой волны, отраженные различными параллельными плоскостями, начинают усиливать друг друга. Для этого разность хода лучей, отраженных разными плоскостями, должна равняться целому числу полуволн. В рассматриваемом случае для стержня 7 из гидрида урана такие плоскости будут иметь место, если кристалл 3 выращен, например, с плоскостью [1.0.0.].

2d_uh sin( )-ml_mu,

где d_uh - межплоскостное расстояние, - угол скольжения между отражающей плоскостью и падающим пучком, m - положительное целое число, называемое порядком отражения. Это соотношение называется условием Брэгга-Вульфа. Оно применимо для дифракции на кристалле волн любой природы, в том числе и нейтронных волн 47. Отсюда угол скольжения для заданного порядка отражения будет определяться выражением:

=arcsin(ml_nu/(2d_uh))=arcsin(.2003182935 m).

В ближней дифракционной зоне, т.е. для m=1 угол скольжения равен примерно =0,2 рад.

Основным параметром, характеризующим процессы рассеяния нейтронов в кристалле 3, является длина рассеяния, которая используется для описания s-волны рассеяния падающих нейтронов низкой энергии при взаимодействии с ядром. В борновском приближении дифференциальное сечение рассеяния не зависит от угла рассеяния и энергии, пока можно считать выполненным условие, что длина волны нейтрона превышает длину рассеяния. Длина рассеяния определяется из величины сечения упругого рассеяния теплового нейтрона 37 на ядрах атомов водорода 36 или атомов урана 34 в гидриде урана.

S_sh=6,9· 10^-23 ,

полная амплитуда рассеяния тепловых нейтронов 37 на ядре атома водорода 36 в гидриде урана (см)

a_nh=(S _sh/4 ))^1/2=.2343849520· 10^-11.

Если исходить из того, что кристалл содержит N ядер, то полное сечение рассеяния тепловых нейтронов на ансамбле из N ядер кристалла будет определяться выражением

где a_k(n) - амплитуда когерентного рассеяния нейтрона для n - плоскости. Предполагая, что амплитуда когерентного рассеяния одинакова для каждой плоскости отражения потока нейтронов, получим выражение для сечения когерентного рассеяния в виде:

где х(n) - радиус-вектор узлов решетки, К - радиус-вектор обратной решетки. Эта сумма обращается в нуль, если произведение К.х(n) не является целым числом, кратным 2 для всех n. Таким образом приходим к условию Брэгга, выполняющемуся при равенстве волнового вектора рассеянной частицы К одному из векторов G обратной решетки (фиг.6, 7). Оценим сумму по решетке для случая одномерного кристалла с постоянной решетки, равной d_uh, а затем обобщим результат на случай трех измерений. Пусть число молекул гидрида урана кристалла равно N; координата n-узла x(n)=n· d_uh, где n - целое число, принимающее одно из значений в интервале от 0 до N-1.

Тогда вероятность того, что данный атом кристалла будет иметь амплитуду рассеяния, равную х(n), будет равна:

или, что то же самое, данное выражение можно представить в виде:

где K:=1/1_nu - волновое число для нейтрона как волны (см^-1)

В случае трех измерений получаем окончательно выражение для сечения когерентного рассеяния нейтронов на решетке кристалла 3 гидрида урана в виде:

для числа атомов в одной кристаллической ячейке, равного

N=3,

сечение когерентного рассеяния тепловых нейтронов 37 в кристалле гидрида урана (см²)

S_sk =.4437117262· 10^-22.

Коэффициент преломления тепловых нейтронов 37 на границе двух сред из гидрида урана и вакуума будет определяться величиной

n_р=1-4 l_nua_nhN_o/(2 )=0,9999728464.

Отсюда критический угол скольжения, при котором начинается полное внутреннее отражение в плоскости кристалла для пучка нейтронов и сохранение условия когерентности для нейтронной волны 47

_k=2arccos(n_p)=0,01473871715.

Рассмотрим интенсивность волны нейтронов в некоторой точке после дифракционного рассеяния их на кристаллической плоскости 33 кристалла 3 (фиг.5, 8). Колебания, создаваемые элементарной зоной (m=1) с координатой х в этой точке, положение которой относительно кристаллической плоскости определяется углом может быть представлено как:

Результирующее колебание, создаваемое в рассматриваемой точке всем открытым участком волновой поверхности, можно найти, если проинтегривать по ширине расстояния между двумя кристаллическими плоскостями

где результирующее колебание определяется выражением

U_h=U_o(sin( d_uhsin( )/l_nu)l_nu/( d_uhsin( )),

Отсюда видно, что амплитуды колебаний, приходящих в различные точки пространства, будут иметь максимальные значения при условии удовлетворения Брегга-Вулфовскому рассеянию нейтронов на кристаллических плоскостях 33 фиг.6.

Для заданного значения потока тепловых нейтронов 37, которые образуются в результате размножения нейтронов цепной реакции деления, например ядер урана-235,

I_о=0,6210072369· 10²⁰ с ^-1· см^-2

определяем поток когерентных нейтронов нейтронной волны 47, которая образуется в результате рассеяния тепловых нейтронов 37 на ядрах кристаллической решетки 33 гидрида урана в пределах угла скольжения относительно кристаллических плоскостей монокристалла 3 из гидрида урана для максимума интенсивности при m=1 условия Брэгга-Вульфа (когерентное рассеяние тепловых нейтронов на кристаллической решетке) (с ^-1· см^-2)

m=1.

I_g=I₁(sin(d_uhsin( )/l_nu)l_nu/( sin( )))², где I₁=I_o S_sk/S_sh - поток тепловых нейтронов 37 (с^-1· см^-2), отраженных от всех кристаллических плоскостей 33 (фиг.6, 7) под углом отражения.

Отсюда численное значение полного потока нейтронов нейтронной волны 47 в результате дифракционного рассеяния тепловых нейтронов 37 на кристаллических плоскостях гидрида урана в соответствии с условиями Брегга-Вульфа равно

I_g=.5885836057· 10¹⁸ с^-1· см^-2 .

При этом имеются в виду поток нейтронов 50, который возник в данный момент времени. При дальнейшем движении по среде величина этого потока будет возрастать за счет выделения нейтронов в результате цепной реакции деления (фиг.4).

Все остальные тепловые нейтроны 37, которые не вписываются в критический угол скольжения и за счет диффузии переносятся в другие области среды, где в результате изотропного рассеяния на ядрах атомов водорода 36 или атомов урана-235 могут иметь любой угол относительно кристаллической плоскости 33, в том числе меньше критического угла скольжения. Необходимо также принять во внимание ограниченность размеров среды и граничные условия на границе среды, которые также могут изменить положение направления движения нейтрона относительно кристаллической плоскости 33. Кроме того, ограниченность размеров активной среды создает условие для количественного изменения нейтронов, т.е. они могут выбыть в результате вылета за границу среды, а также за счет поглощения ядрами урана.

Нейтронная волна 47 формируется в пределах длины замедления быстрого нейтрона 38, которая определяется из длины рассеяния нейтронов на ядрах водорода 36 и урана

l_s=0,69 см

и транспортной длины для тепловых нейтронов 37 в гидриде урана-235

l _t=0.49 см

и равна при E_n=2· 10 ⁶ - энергия быстрого нейтрона 38 (эВ) и энергии Ео:=0.02 - теплового нейтрона 37 (эВ) длине замедления

L_s =(l_sl_tln(E_n/E_о)/3.) ^1/2=1.440836812 см.

Все остальные процессы, которые определяют поглощение нейтронов ядрами урана, приводящие к делению ядер урана-235, где

l_a=1/(7· 10^-22· No)=0,03039513678

- длина деления урана-235 тепловым нейтроном 37 при распространении в гидриде урана-235

l_f=1/(5,9· 10^-22 · N_o)=0,03606202667 см.

и длина диффузии теплового нейтрона 37 в гидриде урана 235

L_d=(l_tl_a/3.)^1/2 =0,07045948489 см.

имеют очень малые длины по сравнению с процессом замедления быстрых нейтронов 38. Это значит, что нейтронная волна 47 образуется примерно в пределах 1,5 см, интенсивность которой возрастает по мере продвижения по активной ядерной среде гамма-лазера за счет размножения нейтронов в результате цепной ядерной реакции, которые в свою очередь инициируются нейтронами нейтронной волны 47. Нейтронная волна 47 представляет собой волновую поверхность, в которой нейтроны колеблются в одной фазе (пространственная когерентность), и которая движется со скоростью, равной скорости теплового нейтрона. Нейтроны в нейтронной волне 47 связаны между собой через межкристаллическую среду и поэтому все процессы, которые будут связаны с нейтронами нейтронной волны 47 будут в свою очередь обладать свойством пространственной когерентности, т.е. будут происходить почти одновременно (в пределах характерных времен осуществляемого процесса) по всей поверхности волнового фронта нейтронной волны. Это означает, что если нейтроны нейтронной волны 47 поглощаются ядрами урана 235, то этот процесс поглощения и потом соответственно последующий процесс реакции деления ядер урана будет происходить в пределах времени этих процессов по всей волновой поверхности почти одновременно (фиг.4, 5). Но это в свою очередь означает, что гамма излучение в результате процесса деления ядра урана при делении будет также происходить почти одновременно по всей волновой поверхности (фиг.5, 7), т.е. гамма-излучение 39 будет также иметь когерентный характер при условии, если время деления ядра урана 235 меньше или сравнимо с временем жизни теплового нейтрона. Если скорость тепловых нейтронов 37 равна

V _n=1· 10⁵ см/с,

сечение деления урана-235 тепловыми нейтронами 37

S_fn=5.8· 10 ^-22 см²,

то характерное время деления ядра урана-235 в результате захвата теплового нейтрона 37 равно

t_fn=(4.7· 10²²S_fn V_n)^-1=.3668378576· 10^-6 ,

а время жизни теплового нейтрона в гидриде урана-235

Т₀=1,5· 10^-5 с.

Откуда видно, что предполагаемое условие имеет место. Отсюда, зная величину потока когерентных нейтронов 47, можно определить интенсивность когерентного гамма-излучения 48, которое инициируется нейтронами нейтронной волны 47. Таким образом, интенсивность когерентного гамма-излучения 48 при делении ядра урана-235 в результате захвата теплового нейтрона 37 из нейтронной когерентной волны 47 при дифракционных отражениях на n плоскостях будет определяться выражением

W_g=I_gS_fnN₀ :=.2495066914· 10²⁰ с^-1· см^-3.

В процессе движения нейтронной волны 47 по среде монокристалла 3 интенсивность нейтронной волны 47 будет возрастать за счет нейтронов, которые возникают в результате цепной реакции деления ядер урана. Часть этих нейтронов будет уходить за пределы среды реактора 12. Однако на данном этапе вычисления это во внимание не принимается. Построим уравнение для размножения нейтронов исходя из того, что длина замедления быстрых нейтронов 38

L_s=1,5 см,

а коэффициент размножения нейтронов равен

k_n=1,27.

Дифференциальное уравнение для интенсивности размножения нейтронов в нейтронной волне за счет цепной реакции деления урана, инициируемые нейтронной волной 47. Если за начальную величину взять интенсивность W _g, то изменение интенсивности нейтронов будет описываться уравнением вида:

Изменение интенсивности нейтронов в нейтронной волне 47 при движении по монокристаллу 3 из гидрида урана определяется выражением:

W(x)=.2495066914· 10²⁰ ехр(0,18х)

На фиг.8 видно, что по мере движения нейтронной волны 47 по стержню 7 интенсивность волны растет и довольно сильно.

Для определения величины полной интенсивности когерентного гамма излучения 48 необходимо определить характерные размеры ядерно-активной среды или, что то же самое определить критические размеры монокристалла 3 из гидрида урана, при которых происходит лавинный процесс деления ядер урана-235. В соответствии с требованиями условий задачи необходимо, чтобы движение нейтронной волны 47 было направленным только в одну сторону, т.е. перемещение нейтронной волны должно быть одномерным. Это можно осуществить только при условии, если нейтронная волна инициируется в стержне 7 из гидрида урана, и инициирование ее осуществляется с торца, т.е. следовательно, инициирование цепной реакции деления ядер урана также необходимо осуществлять с торца. Для инициирования цепной реакции деления в стержне 7 используется нейтронный генератор-источник 25, который является своеобразным нейтронным детонатором для начала процесса цепной реакции с торца стержня. До настоящего времени управление пространнственно-неоднородным процессом начала цепной реакции не было осуществлено. В данном случае такой процесс начала цепной реакции можно осуществить в стержне из гидрида урана-235. При таком начальном пространственно-неоднородном процессе цепной реакции деления (волна цепной реакции деления ядер 41, инициируемых волной тепловых нейтронов 47) можно увеличить время полного процесса цепной реакции, а также получить направленное устойчивое излучение нейтронов и гамма излучения 39, которые излучаются в процессе деления урана. Направленность излучения возникает за счет геометрического фактора среды, в которой идет процесс деления урана под действием тепловых нейтронов 37, движущихся вдоль струны. В качестве нейтронного генератора можно использовать наиболее распространенные типы реакций: (Ra - альфа -Be)- источник с ядерной реакцией Ве9(альфа, n)С12, в результате которой образуется 10⁸ нейтронов в 1 с на грамм Ra с энергиями 2 МэВ и более, что вполне достаточно для процесса инициирования цепной реакции или (Ро - альфа - Be) - с той же ядерной реакцией (фиг.4, 5, 7).

Таким образом, видно, что для осуществления поставленной задачи необходимо определить критические размеры гомогенного твердотельного монокристалла 3 из гидрида урана-235 цилиндрической формы, т.е. определить радиус стержня 7 и длину стержня 7. Вначале определим критически размеры стержня 7 без отражателя на внешней поверхности и сверим их с американскими данными, полученными при испытании. Для определения параметров воспользуемся диффузионным уравнением по теории с одной группой нейтронов. Для заданного выражения “лапласиана” для гидрида урана-235

а_h=(k_n-1)/(L ²_d+k_nL²_s )=0,1042319754

длины миграции нейтрона в гидриде урана-235

M:=(L²_в+L²_ы )^l/2:=1,442558580.

Получаем дифференциальное диффузионное уравнение распределения для нейтронов в гидриде урана-235

Решение уравнения

N(r, z):=а_hcos(a _zz)BesselJ (0, a_rr).

Из условия на границе для цилиндрического элемента из гидрида урана-235

BesselJ(0,a _r(r+0.83/3^1/2))=0

необходимо определить корень, который равен значению

а_r(r+0.83/3 ^1/2)=2.404825558.

Отсюда определяем “лапласиан” по радиусу

a_r=2.405/(R+.83/(3^1/2.)),

"лапласиан" по высоте

a_z= /L₁

и полный "лапласиан"

а _h=( /L₁)²+5,784025/(R+0,4792007233)² .

Это дает возможность определить соотношение между критическими размерами длины и радиуса реактора 12 из гидрида урана-235

L₁= (R+0,48)/(0,104(R+0,48)²-5,784)^l/2.

Из фиг.9 видно, что критические размеры определяют цилиндр, у которого длина и радиус могут быть различными. Найдем минимальное значение радиуса цилиндра исходя из условия бесконечной длины цилиндра

R_o:=(5,784/0,104)^1/2-0.48=6.977572301 см.

Для определения конечной величины длины возьмем радиус равным

R_c=6.99;

подставим эту величину для радиуса в выражение

L_c=3,14(R_c +0,48)/(0,104(R_c+0.48)²-5.784)^l/2 =168,8665437.

Если сравнить размеры стержня 7 с американскими данными, то совпадает только длина, тогда как радиус в данном случае превышает на три порядка. Это понятно, т.к. радиус для американских испытаний брался исходя из других физических соображений, а именно из поглощения гамма-излучения в среде.

Для решения поставленной задачи в предлагаемом изобретении необходимо, чтобы длина намного превосходила радиус, а радиус в свою очередь должен быть намного меньше полученной величины критического значения радиуса. Только при этих условиях геометрический фактор стержня 7 определит условие направленности нейтронной волны 47 и одномерности движения. Для решения этой задачи необходимо воспользоваться изменением граничных условий на боковой поверхности цилиндра 3 из гидрида урана, предположив, что боковая поверхность покрывается веществом, от которого происходит отражение нейтронов, образующихся в среде. Вещество должно быть таким, чтобы отражение было бы максимальным (фиг.7) Обычно для этого используют бериллий. Однако может быть и какой либо другой материал, например водород или дейтерий. Определим необходимые параметры, характеризующие распространение нейтронов в системе из ядер водорода с твердотельной плотностью. Все основные параметры распространения нейтрона в этих средах задаются следующими значениями:

коэффициент диффузии теплового нейтрона в гидриде урана-235

D_h=L_d V_n/3;=2348,649496 см²/с,

коэффициент диффузии нейтрона на ядрах дейтерия

D_d=V _nI_sd/3=95999.99999 см²/с,

диффузионная длина теплового нейтрона на ядрах дейтерия

L_dd =(D_dt_ad)^1/2=135.2955386 см,

длина рассеяния нейтрона на ядрах атома водорода

l _s=0,68 см,

сечение поглощения замедленного нейтрона ядрами водорода

S_ah=1,15· 10^-24 см²,

длина поглощения нейтрона в системе из ядер водорода

l_ah=1/(S_ahN_o )=18,50138760 см,

время жизни теплового нейтрона в такой системе из ядер водорода

T₁=l_ah/V _n=.0001850138760,

время жизни теплового нейтрона в системе из ядер дейтерия

Т_1в=l_фв /V_т=.1906758621,

коэффициент диффузии нейтрона в системе из ядер водорода

D_d=V_тl _ы/3=22666.66666,

длина диффузии нейтрона в системе из ядер водорода

L_h=(D_d1T₁ )^1/2==2.047839802,

длина диффузии нейтрона в системе из ядер дейтерия

L_h1=(D_dT _1d)^1/2=135.2955386,

длина замедления нейтрона в системе из ядер дейтерия

L_sd=(l ²_sdln(E_n/E_о)/3.)^1/2 =7.136490602.

В общем случае система диффузионных уравнений для нейтронов, распространяющихся в гидриде урана с отражателем, будет выглядеть следующим образом:

Граничные условия на границе струны из гидрида урана-235 с отражателем N1(R,z)=N2(R,z);

где р отношение коэффициентов диффузии нейтронов в струне и в отражателе из ядер водорода

р=D_d1/D _h=9.650936293,

a s₁ - толщина отражателя.

Рассмотрим решение этой системы для отражателя с водородом. Решения, определяющие пространственное распределение нейтронов в гидриде урана и в отражателе, будем искать методом разделения переменных. Распределение нейтронов в гидриде урана представляем в виде:

N1(r,z):=F1(r)Z1(z),

где имеет место зависимость распределение нейтронов по длине

Z1(z):=cos(a_z z)

и по радиусу

F1(r):=Abesse1L (0,a_rr).

Распределение нейтронов в отражателе представляется в виде:

N2(r,z):=F2(r)Z2(z),

где распределение нейтронов по длине представлено в виде

Z2(z):=cos(a_zZ).

При этом "лапласиан" по длине равен

а _я= /L,

а по радиусу

а_к=2.405/R.

При этом радиальное распределение нейтронов в отражателе из водорода определяется из уравнения

решением которого является выражение

F2(r):=BBesselI(0,sr)+CBesselK(0,sr);

с “лапласианом”

а_h=a² _z+a²_r=( /L)²+5,784025/R²;

s=(1/L² _h+( /L)²)^1/2

и радиусом реактора с отражателем (см)

R₁=R+s₁.

Функции, которые подставляются в выражение для условия определения соотношения критической длины и радиуса для реактора имеют вид:

J2:=-BesselK(0,sR ₁)/BesselI(0,sR₁);

J1:=diff(BesselK(1,s· R),R);

условие, определяющее соотношение между длиной и радиусом струны из гидрида урана-235 с отражателем, полученное в результате подстановки решения уравнений в заданные граничные условия

K_r=(2.4BesselJ(1,2.4/R)/(RBesselJ(0,2.4/R))-(sD _dl(Jl+J2· BesselI(1,sR))/(D_h((BesselK(0,sR)-J2· BesselI(0,sR))))+l/s₁)).

В результате численного расчета из этого условия, которые показаны на фиг.10, 11, 12, были получены соотношения между критическими длинами и радиусами для реактора 12 из гидрида урана-235 с отражателем для различной толщины отражателя, например из гидрида лития. Полученные результаты показывают, что стержень из гидрида урана-235 без отражателя для нейтронов имеет критические размеры по радиусу порядка R _кр=7 см. Эти размеры стержня слишком велики для того, чтобы осуществить формирование плоской нейтронной волны 47. В результате оценочных расчетов по определению материала для отражения нейтронов, а также определение критических размеров стержня 7 из гидрида урана с данным отражателем, было получено, что оптимальным материалом для такого отражателя является водород 34, критический размер стержня снизился до радиуса R_кр=1-3 см. При толщине покрытия отражателя 2 (фиг.1) из гидрида лития в пределах 0,05-0,2 см. Для получения такого отражателя можно воспользоваться металлической фольгой 2 (фиг.1, 2), например из наводороженного лития, или гидрида какого-либо другого легкого металла. Величина длины струны берется несколько меньше критической (L<L_кр=20-150 см), чтобы не начался заранее неуправляемый процесс цепной реакции. В результате деления ядер урана-235 при захвате тепловых нейтронов 37 возникают осколки ядер 40 с общей энергией порядка 200 МэВ=2· 10^-11 Дж.

Быстрые нейтроны, генерируемые нейтронным детонатором 25 с торцевой поверхности стержня 7, замедляются в водородной среде гидрированного урана-235 до тепловой скорости, постепенно превращаясь в нейтронную волну 47, движущуюся со скоростью V_n=10⁵ см/с и в силу начальной пространственной неоднородности их распределения в стержне, захватываются ядрами урана, создавая таким образом пространственно-неоднородное распределение цепной реакции деления ядер урана-235 (фронт волны ядерных реакций деления ядер), в результате чего возникает пространственно-неоднородное распределение концентрации осколков деления 40 с энергией Е _о=200 МэВ, являющейся причиной возникновения фронта волны разогрева 42 стержня 7, движущейся по среде с некоторой скоростью. Определим параметры процесса возникновения волны разогрева 42 исходя из выделения энергии деления урана-235 в результате поглощения теплового нейтрона 37 нейтронной волны 47. Вначале определим величину выделения тепловой энергии в торце монокристалла 3 гидрида урана, которая возникает в результате действия нейтронного источника 25 (нейтронного детонатора) при сближении поверхности источника 25 с поверхностью торца реактора 12. Выделяемые источником 25 нейтроны начинают замедляться в среде реактора 12 и при достижении тепловой энергии начинают поглощаться ядрами урана. Эффективное сечение поглощения теплового нейтрона в уране-235 определяется величиной:

S_au=6,9· 10^-22 cм ².

При известной концентрация атомов урана-235 в реакторе 12 определяем длину поглощения теплового нейтрона 37в уране-235.

l_au=1/(S_auN_u )=.03083564600.

Отсюда при известной величине скорости теплового нейтрона 37 определяем среднее время жизни одного поколения нейтронов при медленных реакциях

T_m=l_au /V_n=0,1541782300· 10^-6

и при известной величине коэффициент размножения нейтронов в гидриде урана-235 определяем характерное время реакции деления в гидриде урана-235

t_m=T_m/(k _n-1)=0,5710304815· 10^-6.

Зная, величину энергии осколков деления ядра урана-235 и величину начальной интенсивности числа нейтронов, излучаемых нейтронным детонатором в торце стержня

W_o=1.· 10¹⁰ с^-1· см^-3

можно построить дифференциальное уравнение для определения изменения выделяемой энергии в торце реактора за счет осколков ядра 40 урана в результате цепной реакции деления ядер урана-235, которые инициируются в результате поглощения нейтронов источника 25,

Решение дифференциального уравнения с начальными условиями определяет интенсивность выделяемой энергии за счет числа деления ядер урана-235 в результате захвата тепловых нейтронов 37

W(t):=W_oexp(t/t_m)

Таким образом получаем, что выделяемая энергия в торце кристалла 3, которая инициируется нейтронами нейтронного детонатора 25 равна выражению вида:

W(t):=10¹⁰exp(0,175122· 10⁷ t)

Численные расчеты изменения интенсивности энергии в зависимости от времени распространения нейтронной волны 47 по стержню показаны на фиг.13.

Отсюда можно определить величину удельной интенсивности энергии, выделяемой за время t в результате процесса цепной реакции деления ядер урана-235

Q(t):=W(t)E _o:=0,2 ехр(.1751220000· 10⁷ t) Вт/см ³.

За время жизни теплового нейтрона можно определить интенсивность числа распадов ядер урана, т.е. при t=T_o получаем величину

W₁=10¹⁰exp(26.2683)=0,2390646848· 10²² с^-1· см^-3

Отсюда на длине поглощения теплового нейтрона можно определить величину потока числа нейтронов 50, а следовательно, и гамму-излучения 39

I_o=W₁l_au=0,7371713992· 10²⁰ с^-1· см^-2 .

Удельная интенсивность поглощенной энергии за время жизни теплового нейтрона или, что то же самое - удельная интенсивность поглощенной энергия в струне гидрида урана-235, равна

Q _o=4,78· 10¹⁰ Вт/см³

Таким образом, поток поглощенной энергии осколков деления ядер 40 урана будет равен

q_о=Q_ol _au=0,1473943879· 10¹⁰ Дж/с· см ².

Рассмотрим теперь тепловые процессы, которые будут происходить в реакторе по мере продвижения по телу реактора нейтронной волны 47, которая возникает в процессе инициирования цепной реакции деления и в самом начале инициируется нейтронами источника 25 на торце реактора. Для этого введем основные параметры тех физических процессов, которые будут сопровождаться в результате поглощения энергии цепной реакции деления урана в реакторе. К ним относятся: удельная энергия испарения твердотельного гидрида урана

Q_i=1· 10⁵ Дж/см³,

L_s=1.5 см - длина замедления быстрых нейтронов,

k_n=1.27 - коэффициент размножения нейтронов в нейтронной волне 47 при движении по реактору 12. Удельная интенсивность, выделяемая при цепной реакции деления урана за счет движения нейтронной волны 47 по реактору 12, определяется выражением

Q(x):=Q_oexp((k_n-1)x/L_s):=0,478· 10¹¹ ехр(0,18х).

Соответственно поток нейтронов нейтронной волны 47 будет возрастать при движении нейтронной волны в реакторе 12 по закону

q(x):=q_oexp((k _n-1)x/L_s)=0,1473943879· 10¹⁰ ехр(0,18х)

Начальная скорость фронта волны испарения 42 твердотельного урана по стержню 7 из гидрида урана-235

V_e=q_o/Q_i=14739.43879 см/с.

До тех пор пока скорость волны испарения 42 мала по сравнению со скоростью нейтронной волны, интенсивность нейтронной волны 47 по интенсивности будет возрастать по мере продвижения по реактору 12. При сравнении этих скоростей возникнет условие для разрушения нейтронной волны, а следовательно, условие когерентности также перестанет существовать, что, естественно, приведет к диффузному распространению гамма-квантов 39, которые излучаются в момент деления ядер урана

V(x):=q(x)/Q_i=2456,573132 exp(0,18x) (см/с)

Численные расчеты по определению скорости волны испарения 42 стержня 12 в результате выделяемой энергии в зависимости от расстояния показано на фиг.14.

k_t =2,5· 10⁵ Вт/(см· град) - высокотемпературная теплопроводность испаряемого урана при температуре 5000° С;

c_t=10,1 Дж/(г· град) - теплоемкость испаряемого урана при температуре 5000° С;

р₀ =18 г/см³ - плотность испаряемого урана. Дифференциальное уравнение движения волны энергии испарения струны под действием поглощения энергии в результате цепной реакции деления ядер урана, инициируемых тепловыми нейтронами, дается в виде:

Подставим все значения параметров среды и процесса деления ядер и рассмотрим дифференциальное уравнение для процесса выделения энергии в стержне в линейном приближении

Решение этого уравнения можно представить в виде:

Т(х)=5007,6 ехр(0,18х)-5007,6 ехр(-11,67х).

Изменение температуры стержня 7 по расстоянию в результате выделяемой энергии при прохождении нейтронной 47 волны показаны на фиг.15, 16.

При этом начальная температура разогрева стержня из гидрида урана в области поглощения энергии в результате инициирования цепной реакции деления 46 ядер урана тепловыми нейтронами 47

Т_x=q _o/(р_оc_tV_e)=5050,5.

В результате можно рассчитать следующие параметры: начальную скорость фронта тепловой волны 41 по холодной среде, движущейся вдоль струны в результате поглощения энергии реакции деления ядер урана:

V_t=(k_t/(p_o c_tT_m))^1/2=29864,93248 см/с;

кинетическую энергию атомов урана, испаряемых стержнем в результате разогрева до температуры 5050° С (эрг):

E_t =V²_em_a/2=5· 10^-13 ;

скорость испаряемых атомов урана:

V_i =(2E_t/(2,35· 10^-22))^1/2 =65232,80730 см/с;

плотность пара из атомов урана-235:

p₁=p_оV_e/V_i=.04067123725 г/см³

и давление пара испаряемых атомов урана

P₁=p₁V²_i 10 ^-7/2=8,653454730 Дж/см³.

При этом скорость звуковой волны по твердотельному урану.

V _s=1· 10⁵ см/с

Таким образом, видно, что нейтронная волна 47 опережает по скорости движения все остальные сопутствующие процессы, которые могли бы разрушить нейтронную волну, которая в свою очередь инициирует волну цепных реакции деления 41 ядер урана в реакторе по мере продвижения по реактору, а следовательно, инициирует излучением гамма-квантов 39. Для того, чтобы определить поток когерентных гамма-квантов 48, инициируемых нейтронами нейтронной волны 47, необходимо сначала определить концентрацию нейтронов в волне. При заданной скорости движения нейтронной волны 47, равной тепловой скорости, и известной величины потока нейтронов в нейтронной волне

I_o=0,73· 10²⁰ с^-1· см^-2 ,

концентрация нейтронов в волне равна:

N_n =I_o/V_n=0,73· 10¹⁵ см ^-3.

Такая же концентрация когерентных гамма-квантов 48 будет излучаться при когерентном возбуждении и делении тяжелых ядер урана при поглощении нейтронов нейтронной волны 47 фиг.6, 7, т.е. концентрация когерентных гамма-квантов 48 будет равна величине (см^-3):

N_gk:=N_n

Так как гамма-кванты 39 перемещаются в пространстве со скоростью света, то поток когерентных гамма квантов 48, генерируемые в результате процесса деления урана 46, будет равен

I _og=N_gk3· 10¹⁰=0,219· 10²⁶ с^-1· см^-2 .

По мере продвижения по реактору интенсивность нейтронной волны 47 возрастает в силу инициирования цепной реакции деления 46 ядер и соответственно размножения нейтронов (с^-1 · см^-2):

I_g(x):=I _oexp(0,18x)=0,73· 10²⁰ ехр(0,18х).

Генерируемые гамма кванты 39 в твердотельной среде гидрида урана естественно начинают двигаться в этой же среде. Это движение в данной среде может привести к ослаблению величины потока когерентного излучения гамма-квантов 48. При энергии 8-10 МэВ процессы торможения гамма-квантов и потери энергии наиболее эффективны за счет процессов торможения на электронах (позиции не имеет) среды. Остальные процессы, такие как фотоэффект и образование пары электрон-позитрон, можно не принимать во внимание ввиду их малой эффективности. Средняя величина энергии переданной от гамма-кванта 39 электрону (позиции не имеет) по порядку величины сравнима с энергией гамма-кванта. Средний угол отклонения гамма-кванта также достаточно велик и составляет в радианной мере величину порядка 0,5. При известном выражении полного дифференциального сечения и плотности электронов можно определить длину рассеяния гамма-кванта 39 на электроне сред, которая составляет 5-6 см. Отсюда можно определить величину ослабления потока когерентного излучения гамма-кванта 48 с того места, где возникло излучение, до того места, откуда произойдет излучение в пространство фиг.7. Если концентрация электронов в твердотельной среде гидрида урана равна

N_e =0,276· 10²⁵ см^-3,

то для полного сечения рассеяния гамма-кванта 39 на электронах среды

S _c=0,6112051881· 10^-25 см² .

имеет место ослабление потока гамма-квантов 39 в результате тормозных процессов при рассеянии на электронах среды

I ₁=I_ogexp(-N_eS_c100)=0,1033275656· 10¹⁹ с^-1· см^-2 .

Если длина всей струны из гидрида урана равна L:=100 см, то при учете всех процессов усиления интенсивности гамма-излучения и его ослабления полное излучение потока когерентных гамма-квантов 48 по всей длине стержня 7 после процессов рассеяния за счет Комптон-эффекта на холодных электронах твердотельной среды гидрида урана представляется в виде:

При заданной энергии гамма-кванта 39

E_g =0,16· 10^-4 эрг

полная потоковая интенсивность излучаемой энергии с торца стержня 7 составит величину

W_g=I_LE_g· 10 ^-7:=0,65· 10¹⁴ Вт/см².

Такая потоковая интенсивность гамма-квантов 39 соответствует интенсивности гамма-излучения вблизи взрыва мегатонной ядерной бомбы. Кроме того, с торца стержня 7 происходит некогерентное и когерентное излучение нейтронов, интенсивность которых сравнима с потоковой интенсивностью гамма-квантов 39, но с меньшей плотностью мощности на порядок, и когерентного рентгеновского излучения за счет тормозных процессов, потоковая интенсивность которых превышает на порядок интенсивность гамма-квантов. При этом основная энергия стержня, выделяемая при распаде ядра урана, остается на месте взрыва и идет в основном на тепловые процессы. Рассматриваемый физический эффект переизлучения потока гамма-квантов 39 ядерного взрыва в когерентное гамма-излучение 48 возможно при условии, если скорость нейтронной волны 47 при заданном параметре нейтронного источника 25 опережает все скорости, которые могут эту нейтронную волну разрушить. Оценочные расчеты тепловых процессов показывают, что пространственно неоднородное распределение цепной реакции деления 46 ядер урана-235 (фронт волны ядерных реакций деления ядер) движется со скоростью 298 м/с. При этом фронт волны испарения 42 движется со скоростью 25 м/с и со временем увеличивается, т.к. имеет место увеличение плотности потока выделяемой энергии в результате прохождения нейтронной волны. Получаем, что фронт волны испарения не может опередить фронт тепловой волны в силу независимости этого параметра от температуры. Все эти движения рассматриваемых процессов происходят вдоль стержня 3 в одну сторону, к противоположному торцу стержня. В результате испарения атомов урана происходит движение в противоположную сторону пара из атомов урана, создавая давление Р₁=8,6 Дж/см³ на торцевую поверхность стержня, действие которого генерирует звуковую волну в стержне, движущееся также к противоположному торцу. Оценочные расчеты показывают также, что скорость фронта нейтронной волны опережает все остальные скорости, кроме скорости звука.

Давление, генерирующее звуковую волну (волна сжатия 43), сравнительно мало и, кроме того, имеет положительное значение, так как убыстряет процесс замедления нейтронов и увеличивает коэффициент размножения нейтронов в результате поджатия урана в области прохождения. Таким образом, на движение нейтронной волны 47 практически ничего не влияет и, двигаясь по монокристаллу 3 с известной скоростью, она будет инициировать процессы цепного деления ядерных реакций по всему стержню 7. В зависимости от свойств делящихся и замедляющих материалов и отражателей подбирают критические размеры стержня таким образом, чтобы, например, увеличить продолжительность времени процесса "ядерного горения" такого стержня (ядерный бикфордов шнур) фиг.7. В данном случае необходимость увеличения длины стержня нет, так как необходимо вывести из стержня максимальный поток направленных частиц (нейтронов и гамма). В рассматриваемом случае каждое продвижение волны на расстояние длины захваты нейтронов ядрами урана (l_au =3· 10^-2 см) происходит излучение гамма и вторичных нейтронов с величиной потока W₁=4· 10²⁵ с^-1· см^-2. Однако это не означает, что излучение будет иметь место только в одну сторону. Часть излучения в силу геометрического фактора среды, а именно примерно 0,8.W₁, будет излучаться с боковой поверхности стержня. Полное время излучения будет равно времени прохождения тепловыми нейтронами всей длины струны, т.е. t_изл=10 ^-3 с или меньше. Генерируемые гамма-кванты 39 в твердотельной среде гидрида урана начинают двигаться в этой же среде. Средняя величина энергии переданной от гамма-кванта электрону по порядку величины сравнима с энергией гамма-кванта. При заданном первоначальном потоке излучения гамма-кванта, равном I=2· 10²⁴ с^-1· см^-2, выходное излучение, пройдя всю длину стержня из гидрида урана, станет равным I ₁=1,5· 10¹⁹ с^-1· см^-2. Однако, если учесть, что фронт тепловых нейтронов будет двигаться по всей длине струны, постоянно генерируя в каждом месте среды когерентные гамма-кванты с одинаковым значением величины потока, величина выходного когерентного излучение гамма-квантов будет равна: I_L=4· 10²⁵ с^-1 · см^-2. Переданная от гамма-квантов энергия электронам, в результате комптоновского рассеяния, с одной стороны должна снова переизлучиться в гамма-кванты с примерно такой же энергией (индуцированное излучение) за счет тормозных процессов, а с другой пойти на разогрев твердотельной среды за счет ионизационных процессов торможения электронов на атомах среды. Отношение потерь энергии для обоих случаев показало, что эти процессы практически эквивалентны друг другу. В силу этого были рассмотрены процессы тормозного переизлучения релятивистских электронов в поле атомов среды и было показано, что величина потока обратного тормозного излучения на порядок превышает величину ослабленного потока гамма-квантов и равна I_t=4,3· 10²⁵ с^-1· см^-2 . Остальная часть энергии, переданной электронам, должна пойти на разогрев твердотельной среды. Эта величина удельной энергии, которая содержится в этих электронах, относительно мала, чтобы произвести сильный разогрев всего объема стержня за рассматриваемое время взрыва (10^-3 с). Это означает, что за это время успеет излучиться из стержня весь импульс когерентных гамма-квантов, а потом произойдет испарение всего стержня реактора 12.

Достижением настоящего изобретения является то, что физические явления и процессы описываются с точки зрения кинетических уравнений ядерной физики, квантовых уравнений рассеяния тепловых нейтронов в кристаллах квантовой теории твердого тела, волновых уравнений нейтронов в кристаллах, квантово-волновой оптики для нейтронов, кинетических уравнений и уравнений теплопроводности распространения фронтов ядерных реакций, тепловой волны и волны испарения в кристаллах, уравнений распространения рентгеновского излучения и гамма-излучения в кристаллах. Произведены численные расчеты этих процессов и для основных из них построены графики, подтверждающие возможность реального осуществления предлагаемого устройства. В предлагаемом изобретении последовательно решены с общепринятых физических позиций сложнейшие научно-технические задачи:

- предложен и рассмотрен физический механизм ядерной накачки нейтронами активной среды монокристалла из гидрида элементов урановой группы;

- рассчитаны для данного устройства условия увеличения времени ядерного взрыва до 10^-3 с;

- рассмотрены и определены режимы накачки тепловыми нейтронами для когерентного возбуждения ядерных реакций деления тяжелых ядер и переизлучения части энергии деления в быстрые нейтроны и в когерентное гамма-излучение в монокристалле;

- определены условия формирования, временные режимы и скорости движения нейтронной волны, тепловой волны, волны испарения, волны сжатия и разрежения в монокристалле в процессе инициирования ядерных реакций деления тяжелых ядер, а также показана физика процессов их образования;

- определены критические размеры монокристалла из гидрида элементов урановой группы и параметры предкритического режима работы устройства;

- определены стартовые параметры работы устройства;

- определены необходимые размеры устройства и режимы его запуска;

- определено пороговое значение выходного потока направленного когерентного гамма-лазерного излучения, равное порядка 10 ²⁵ с^-1· см^-2, соответствующее потоку нейтронного излучения, равному 10¹⁴ Вт/см ², что достаточно для защиты планеты Земля от столкновения с космическими объектами.